ЕКОЛОГІЧНІ НАСЛІДКИ КОРОЗІЇ У КОНТУРАХ ВВЕР-1000 ТА ПІДХОДИ ДО ЇХ МІНІМІЗАЦІЇ
DOI:
https://doi.org/10.20998/2078-5364.2026.2.10Ключові слова:
ВВЕР-1000, екологічна безпека, корозія, оксидні плівки, корозійні продукти, теплоносії, водяна пара, перегрівАнотація
Атомна енергетика потребує оцінювання екологічних ризиків, пов’язаних не лише з радіаційними чинниками, а й з матеріалознавчими процесами, що визначають обсяги вторинних відходів. У роботі узагальнено сучасні уявлення про корозію та стабільність оксидних плівок у контурах ВВЕР-1000 і показано, що екологічний ефект корозії реалізується через ланцюг «утворення продуктів → перенос → відкладення → очищення/промивки → формування забруднених стоків і відходів». Для першого кон-туру ключовими є розчинення та диспергування корозійних продуктів, їх акумуляція у системах очищення й у відкладеннях, що збільшує масу фільтрувальних матеріалів, сорбентів і шламів, які підлягають регламентованому поводженню. Для другого конту-ру відкладення на теплообмінних поверхнях погіршують теплопередачу, підвищують гідравлічні опори та провокують хімічні промивки – пряме джерело технологічних стоків. Окремо розглянуто сценарії перегріву, коли окиснення у водяній парі супро-воджується зміною морфології оксидів і зростанням термомеханічних напружень, що підвищує ризики швидкого накопичення продуктів деградації. Запропоновано підходи мінімізації екологічних наслідків: керування водно-хімічним режимом, матеріало-знавчі/поверхневі рішення для підвищення стабільності оксидних шарів та оптимізація очищення і промивок із фокусом на зменшення реагентів і відходоутворення. Перспек-тивним напрямом є застосування хромвмісних покриттів для зниження мобільності ко-розійних продуктів. Практичну екологічну оцінку запропоновано виконувати через си-стему проксі-показників, зокрема масовий потік корозійних продуктів до систем очи-щення, інтенсивність депозиції/реосадження, частоту промивок і витрати реагентів, а також масу вилучених шламів, фільтрів і сорбентів. Сформульовані підходи можуть бути використані для обґрунтування рішень з оптимізації водно-хімічного режиму та стратегій очищення з метою мінімізації технологічних скидів і відходоутворення впро-довж експлуатаційного циклу енергоблока.
Посилання
Burrill K. A. Corrosion product transport in water-cooled nuclear reactors Part I Pressurized water operation. The Canadian Journal of Chemical Engineering. 1977. No. 55(1). P. 54–61. DOI: https://doi.org/10.1002/cjce.5450550110.
Lin C. C. A review of corrosion product transport and radiation field buildup in boiling water reactors. Progress in Nuclear Energy. 2009. No. 51(2). P. 207–224. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2008.05.005.
Cherpin C., Dacquait F. Modeling particle deposition in the primary circuit of pres-surized water reactors for the OSCAR code. Annals of Nuclear Energy. 2024. No. 199. 110364. DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.110364.
Dacquait F., Francescatto J., Tévissen E., Genin J.-B., You D., Cherpin C., Broutin F. Simulation of Co-60 uptake on stainless steel and alloy 690 using the OSCAR v1.4 code integrating an advanced dissolution-precipitation model. Nuclear Engineering and Design. 2023. No. 405. 112190. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112190.
Xie Y., Zhang J. Corrosion and deposition on the secondary circuit of steam genera-tors A critical review. Journal of Nuclear Science and Technology. 2016. No. 53(10). P. 1455–1466. DOI: https://doi.org/10.1080/00223131.2016.1152923.
Yang G., Pointeau V., Tévissen E., Chagnes A. A review on clogging of recirculat-ing steam generators in Pressurized-Water Reactors. Progress in Nuclear Energy. 2017. No. 97. P. 182–196. DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2017.01.010.
Goujon C., Pauporté T., Bescond A., Mansour C., Delaunay S., Bretelle J.-L. Ef-fects of curative and preventive chemical cleaning processes on fouled steam generator tubes in nuclear power plants. Nuclear Engineering and Design. 2017. No. 323. P. 120–132. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.07.022.
Jeon S.-H., Song G. D., Hur D. H. Micro-Galvanic Corrosion of Steam Generator Materials within Pores of Magnetite Flakes in Alkaline Solutions. Metals. 2018. No. 8(11). 899. DOI: https://doi.org/10.3390/met8110899.
Hur D. H., Song G. D., Jeon S.-H., Lee H.-J. On the Use of NaOH Solution to Sim-ulate the Crevice Conditions of a Nuclear Steam Generator. Materials. 2022. No. 15(23). 8471. DOI: https://doi.org/10.3390/ma15238471.
Motta A. T., Couet A., Comstock R. J. Corrosion of zirconium alloys used for nu-clear fuel cladding. Annual Review of Materials Research. 2015. No. 45(1). P. 311–343. DOI: https://doi.org/10.1146/annurev-matsci-070214-020951.
Ma H.-B., Yan J., Zhao Y.-H., Liu T., Ren Q.-S., Liao Y.-H., Zuo J.-D., Liu G., Yao M.-Y. Oxidation behavior of Cr-coated zirconium alloy cladding in high-temperature steam above 1200 °C. npj Materials Degradation. 2021. No. 5. 7. DOI: https://doi.org/10.1038/s41529-021-00155-8.
Deng J., Geng D., Sun Q., Song Z., Sun J. Steam oxidation of Cr-coated zirconium alloy claddings at 1200 °C Kinetics transition and failure mechanism of Cr coatings. Journal of Nuclear Materials. 2023. No. 586. 154684. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2023.154684.
Brachet J.-C., Rouesne E., Ribis J., Urvoy S., et al. High temperature steam oxida-tion of chromium-coated zirconium-based alloys Kinetics and process. Corrosion Science. 2020. No. 167. 108537. DOI: https://doi.org/10.1016/j.corsci.2020.108537.
Han X.-C., Xue J.-X., Peng S.-M., Zhang H.-B. An interesting oxidation phenom-enon of Cr coatings on Zry-4 substrates in high temperature steam environment. Corrosion Science. 2019. No. 156. P. 117–124. DOI: https://doi.org/10.1016/j.corsci.2019.05.017.
Brachet J.-C., Le Saux M., Bischoff J., Palancher H., Chosson R., et al. Evaluation of Equivalent Cladding Reacted parameters of Cr-coated claddings oxidized in steam at 1200 °C in relation with oxygen diffusion/partitioning and post-quench ductility. Journal of Nucle-ar Materials. 2020. No. 533. 152106. DOI: https://doi.org/10.1016/j.jnucmat.2020.152106.
Li Z., Wang X., Chen H., Zhang R., Wei T., Yao L., Wang P. Review on perfor-mance of chromium-coated zirconium and its failure mechanisms. Frontiers in Nuclear Engi-neering. 2023. No. 2. 1212351. DOI: https://doi.org/10.3389/fnuen.2023.1212351.
Tang Y., Liao J., Yun D. Understanding the high-temperature corrosion behavior of zirconium alloys. Frontiers in Materials. 2024. No. 11. 1381818. DOI: https://doi.org/10.3389/fmats.2024.1381818.
Chen L., et al. Microstructure and high-temperature oxidation behaviour of anti-oxidation coating on zirconium alloys: An overview. International Journal of Damage Me-chanics. 2024. (online). DOI: https://doi.org/10.1177/02670844231214692.
Trivedi K., Rane R., Mandapaka K. K., Lamba T. K., Joseph A., Roychowdhury S. High-Temperature and High-Pressure Steam Oxidation Behavior of TiN Coating Developed on Zircaloy-4 using Cylindrical Magnetron Sputtering Role of Thickness and Microstructure. Journal of Materials Engineering and Performance. 2025. No. 34(21). P. 24980–24996. DOI: https://doi.org/10.1007/s11665-025-11718-0.
He H., Liu Y., Wang S., Zhang T., Chai X., Liu X. Review on corrosion-related unidentified deposit of pressurized water reactors. Nuclear Engineering and Design. 2025. No. 441. 114095. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2025.114095.
Shtefan V. V., Kanunnikova N. A. Oxidation of AISI 304 steel in Al- and Ti-containing solutions. Protection of Metals and Physical Chemistry of Surfaces. 2020. No. 56. P. 379. DOI: https://doi.org/10.1134/S2070205120020239.
Shtefan V., Kanunnikova N., Zuyok V. Comparative evaluation of microstructure and electrochemical, high-temperature corrosion rates of titanium- and aluminum-modified black chromium coatings on AISI 304 stainless steel. Surface and Coatings Technology. 2025. No. 497. 131706. DOI: https://doi.org/10.1016/j.surfcoat.2024.131706.
